11. ATTIVITÀ NUCLEARI E RADIOATTIVITÀ AMBIENTALE

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1 11. ATTIVITÀ NUCLEARI E RADIOATTIVITÀ AMBIENTALE

2 CAPITOLO 11 ATTIVITÀ NUCLEARI E RADIOATTIVITÀ AMBIENTALE Autori: Patrizia CAPORALI 1, Mario DIONISI 1, Sonia FONTANI 1, Piera INNOCENZI 1, Valeria INNOCENZI 1, Giuseppe MENNA 1, Daniela PARISI PRESICCE 1, Carmelina SALIERNO 1, Francesco SALVI 1, Anna Maria SOTGIU 1, Giancarlo TORRI 1, Sandro TRIVELLONI 1, Paolo ZEPPA 1 Coordinatore statistico: Silvia IACCARINO 1 Coordinatore tematico: Giancarlo TORRI 1 con il contributo di Giuseppe MENNA 1, Lamberto MATTEOCCI 1 con il contributo di Luciano BOLOGNA 1 1) ISPRA 855

3 Q11: Quadro sinottico indicatori Tema SINAnet Nome Indicatore DPSIR Periodicità di aggiornamento Qualità Informazione Copertura Stato Rappresentazione e S T Trend Tabelle Figure Strutture autorizzate all impiego di radioisotopi e di macchine radiogene a D Annuale I Attività nucleari Produzione annuale di fluoro 18 a D Impianti nucleari: attività di radioisotopi rilasciati in aria e in acqua P Annuale Annuale I R Quantità di rifiuti radioattivi detenuti P Annuale I R Trasporti materie radioattive P Trimestrale I P Attività lavorative con uso di materiali contenenti radionuclidi naturali (NORM) a D Annuale I Concentrazione di attività di radon indoor S Non definibile I R Radioattività ambientale Dose gamma assorbita in aria per esposizioni a radiazioni cosmica e terrestre Concentrazione di attività di radionuclidi artificiali in matrici ambientali e alimentari (particolato atmosferico, deposizioni umide e secche, latte) S In tempo reale I R 19/ S Annuale I Dose efficace media da radioattività I Quinquennale I 2005 ambientale a

4 Tema SINAnet Nome Indicatore DPSIR Periodicità di aggiornamento Qualità Informazione Copertura Stato Rappresentazione e S T Trend Tabelle Figure Stato di attuazione delle reti di sorveglianza sulla radioattività ambientale R Annuale I R a L indicatore non è stato aggiornato rispetto all edizione precedente, o perché i dati sono forniti con periodicità superiore all anno, e/o per la non disponibilità degli stessi in tempi utili. Pertanto, nella presente edizione, non è stata riportata la relativa scheda indicatore. 857

5 Introduzione Va evidenziato che, pur se in Italia non sono più in esercizio le centrali nucleari e le altre installazioni connesse al ciclo del combustibile nucleare, sono comunque da tempo in corso le attività per la messa in sicurezza dei rifiuti radioattivi derivanti dal pregresso esercizio e quelle connesse alla disattivazione delle installazioni stesse. Permangono inoltre in esercizio alcuni piccoli reattori di ricerca presso Università e Centri di ricerca. Continua altresì a essere diffuso l impiego delle sorgenti di radiazioni ionizzanti nelle applicazioni mediche, nell industria e nella ricerca scientifica, con le necessarie attività di trasporto per la distribuzione delle sorgenti stesse e dei rifiuti da esse derivanti. In relazione a tali attività viene eseguito il controllo e il monitoraggio radiologico al fine di verificare che dallo svolgimento di tali attività non derivino esposizioni indebite dei lavoratori, della popolazione e dell ambiente alle radiazioni ionizzanti. Inoltre, anche a fronte di eventi incidentali che possono verificarsi al di fuori del territorio nazionale, permane l esigenza di assicurare il monitoraggio e il controllo della radioattività ambientale che è stata particolarmente intensa nel periodo successivo all incidente di Chernobyl e recentemente a seguito dell incidente di Fukushima (a cui è dedicato un box di approfondimento). Inoltre, anche a seguito delle modifiche intervenute nella legislazione nazionale di radioprotezione, particolare attenzione stanno assumendo le problematiche di radioprotezione concernenti quelle situazioni di esposizione alle radiazioni ionizzanti derivanti da materie radioattive naturali (in particolare radon) e dalle attività lavorative che comportano l utilizzo di dette materie (per esempio attività produttive che determinano l accumulo di materiali radioattivi di origine naturale). Tutto ciò richiede che le competenze di sicurezza nucleare e radioprotezione siano mantenute ad alto livello e permangano le attività di controllo e di monitoraggio della radioattività ambientale e alimentare. Nel nostro Paese il controllo sulle attività nucleari e sulla radioattività ambientale che possono comportare un esposizione della popolazione italiana alle radiazioni ionizzanti è, in particolare, regolamentato dalla Legge 31 dicembre 1962, n. 1860, dal Decreto legislativo del 17 marzo 1995, n. 230 e successive modifiche e dal Decreto legislativo dell 8 febbraio 2007, n. 52. La legislazione nazionale vigente assegna compiti e obblighi agli esercenti delle attività che rientrano nel suo campo di applicazione, ma anche alle amministrazioni locali (Prefetture, Regioni e Province autonome) e nazionali (Enti e Ministeri). L obiettivo principale del capitolo è presentare, nel rispetto del modello DPSIR, alcuni indicatori che rappresentano, attraverso le relative serie di dati, lo stato attuale del controllo dell esposizione della popolazione italiana alle radiazioni ionizzanti come derivanti dalle attività nucleari e dalla presenza di radioattività nell ambiente. Quadro riassuntivo delle valutazioni Trend Nome indicatore Descrizione Concentrazione di attività radon indoor La concentrazione di radon indoor è molto variabile e, a livello di singola abitazione, può arrivare fino a decine di volte il valore medio riportato. Sono possibili azioni di risanamento e di prevenzione in grado di ridurre notevolmente la concentrazione e, se adottate in modo sistematico sul territorio, potrebbero ridurre il valore medio nazionale. Le regioni che hanno in corso iniziative volte all individuazione delle zone a maggiore probabilità di alte concentrazioni di attività di radon continuano a incrementare la produzione di dati sul territorio, migliorando di conseguenza le informazioni relative all'indicatore. Si registra un leggero incremento delle attività di risanamento, ma non si dispone ancora di una sistematica raccolta e rappresentazione dei relativi dati. 858

6 Impianti nucleari: attività di radioisotopi rilasciati in aria e in acqua L'indicatore può considerarsi mediamente stabile. L'impianto di Saluggia, per il reattore LENA di Pavia e per la Centrale di Latina presentano una lieve diminuzione degli scarichi sia di liquidi sia degli aeriformi; mentre, gli impianti di Trino, Caorso, Garigliano e CCR Ispra registrano un limitato incremento. Detti incrementi sono da attribuirsi sostanzialmente all'avanzare delle attività propedeutiche alla disattivazione programmata

7 11.1 Attività nucleari Le attività nucleari comportanti il rischio di esposizione alle radiazioni ionizzanti della popolazione e dell ambiente, oggi presenti in Italia, riguardano in particolare: le installazioni del pregresso programma nucleare, oggi in fase di disattivazione (decommissioning) e i reattori di ricerca; le strutture di deposito di rifiuti radioattivi, molte delle quali presenti all interno delle installazioni nucleari; le attività d impiego di sorgenti di radiazioni ionizzanti; le attività di trasporto delle materie radioattive. Un attenzione particolare meritano le attività di decommissioning degli impianti nucleari attualmente esistenti in Italia. Le principali installazioni del pregresso programma nucleare e oggi in fase di disattivazione a diversi stati di avanzamento, sono le centrali nucleari del Garigliano, di Latina, di Trino e di Caorso, gli impianti sperimentali di riprocessamento EUREX e ITREC, l impianto Plutonio e OPEC 1 del Centro ENEA della Casaccia, l impianto Fabbricazioni Nucleari, il Deposito Avogadro, le installazioni del Centro Comune di Ricerche di Ispra (VA). In tali installazioni sono presenti i rifiuti radioattivi derivanti dal pregresso esercizio, gran parte dei quali ha necessità di essere trattata e condizionata. Ulteriori quantitativi di rifiuti deriveranno dalle operazioni di smantellamento delle strutture e dei componenti costituenti le installazioni stesse. Molti degli aspetti dell esposizione a radiazioni ionizzanti riguardano tipicamente particolari e ristretti gruppi della popolazione, ad esempio nelle immediate vicinanze di impianti o determinati luoghi di lavoro o, ancora, specifiche attività quale, ad esempio, il trasporto delle materie radioattive; tali peculiarità richiedono programmi di monitoraggio studiati caso per caso. È da precisare, comunque, che i rilasci di liquidi e aeriformi per le attività nucleari sono autorizzati nel rispetto di limiti basati sul criterio della non rilevanza radiologica. Nel quadro Q11.1 sono riportati la finalità, la classificazione nel modello DPSIR e i principali riferimenti normativi. Q11.1: Quadro delle caratteristiche indicatori Attività nucleari Nome Indicatore Finalità DPSIR Riferimenti Normativi Strutture autorizzate all impiego di radioisotopi e di macchine radiogene a Documentare il numero di strutture, suddivise per tipologia d impianto, autorizzate all utilizzo di sorgenti di radiazioni, limitatamente all impiego di categoria A e la loro distribuzione sul territorio nazionale Produzione annuale di fluoro Rappresentare la distribuzione sul 18 a territorio nazionale del fluoro 18 prodotto dagli impianti autorizzati che impiegano ciclotroni Impianti nucleari: attività di radioisotopi rilasciati in aria e in acqua Quantità di rifiuti radioattivi detenuti Trasporti materie radioattive Monitorare l emissione di radioattività, in aria e in acqua, nelle normali condizioni di esercizio degli impianti nucleari Documentare tipologia e quantità di rifiuti radioattivi secondo la distribuzione nei siti di detenzione Valutare i sistemi di sicurezza e protezione sanitaria adottati dai vettori, ed effettuare una stima delle dosi ricevute dalla popolazione e dagli operatori del trasporto D D.Lgs. 230/95 e s.m.i. D D.Lgs. 230/95 e s.m.i. P D.Lgs. 230/95 e s.m.i. P D.Lgs. 230/95 e s.m.i. P D.Lgs. 35/

8 a L indicatore non è stato aggiornato rispetto all Annuario 2010, o perché i dati sono forniti con periodicità superiore all anno, e/o per la non disponibilità degli stessi in tempi utili. Pertanto, nella presente edizione, non è stata riportata la relativa scheda indicatore. Bibliografia ISPRA, Annuario dei dati ambientali, anni vari Legge n. 1860/1962 Decreto Legislativo n. 230/1995 e successive modifiche Decreto Legislativo n. 52/2007 Dati forniti dagli operatori secondo le prescrizioni dei decreti autorizzativi 861

9 IMPIANTI NUCLEARI: ATTIVITÀ DI RADIOISOTOPI RILASCIATI IN ARIA E IN ACQUA DESCRIZIONE L'indicatore, classificabile come indicatore di pressione, documenta la quantità di radioattività rilasciata annualmente nell'ambiente in qualità di scarichi liquidi e aeriformi, confrontandola con i limiti di scarico autorizzati. QUALITÀ dell'informazione Rilevanza Accuratezza Comparabilità nel tempo Comparabilità nello spazio La qualità dell'informazione fornita dagli esercenti attraverso i Rapporti di Sorveglianza ambientale annuali, sotto forma di quantità del radionuclide specifico scaricato in acqua o in aria, è soddisfacente. L'impegno della formula di scarico fornisce, altresì, una misura indiretta dell'impatto ambientale degli scarichi stessi in termini di dose ai gruppi critici della popolazione e in termini di concentrazione nelle principali matrici ambientali. OBIETTIVI FISSATI dalla NORMATIVA Gli scarichi nell'ambiente di effluenti radioattivi da parte degli impianti nucleari sono soggetti ad apposita autorizzazione. In essa sono stabiliti, tramite prescrizione tecnica allegata all'autorizzazione e all'esercizio dell'impianto, i limiti massimi di radioattività rilasciabile nell'ambiente e le modalità di scarico (formula di scarico). STATO e TREND L'indicatore può considerarsi mediamente stabile. Infatti, per l'impianto di Saluggia, per il reattore LENA di Pavia e per la Centrale di Latina si è registrata una lieve diminuzione degli scarichi sia di liquidi sia degli aeriformi; per contro, per gli impianti di Trino, Caorso, Garigliano e CCR Ispra si è registrato un limitato incremento nelle attività scaricate sia qualitativamente sia quantitativamente. In particolare, gli incrementi registrati sono da attribuirsi sostanzialmente all'avanzare delle attività propedeutiche alla disattivazione programmata. Per i restanti impianti i valori restano pressoché inalterati, in particolare per il Centro Casaccia dell ENEA (Roma), dove si segnala l'assenza di scarichi liquidi da maggio COMMENTI a TABELLE e FIGURE Nella Tabella 11.1 si riporta la quantità di effluenti liquidi e aeriformi scaricati dai singoli impianti, in termini di attività scaricata annualmente e di percentuale di formula di scarico impegnata, nonché la tipologia degli scarichi in termini di radioisotopi emessi e misurati. 862

10 Tabella 11.1: Quantità di radioattività scaricata negli affluenti liquidi e aeriformi degli impianti nucleari italiani (2010) Centrale di Caorso (PC) Scarichi liquidi Nuclide Co60 Cs137 H 3 Fe55 Sr90 % F.d.S. 8,78E+06 2,14E+07 4,73E+07 3,60E+04 0,006 Nuclide Co60 Cs137 H 3 Sr90 % F.d.S. Attività (Bq) 4,25E+03 1,23E+04 2,61E+07 1,03E+04 G=1.32E-4 P=3.52E-3 Centrale di Trino Vercellese (VC) Scarichi liquidi Nuclide Co60 Cs134 Cs137 Sr90 Fe55 H 3 Mn54 % F.d.S. Attività (Bq) 7,55E+07 9,83E+05 2,91E+07 1,72E+06 9,70E+06 5,65E+07 9,08E+05 1,54 Scarichi aeriformi Nuclide Co60 Cs134 Cs137 Sr90+Sr90eq Pu239 Kr85+Kr85eq H 3 % F.d.S. Attività (Bq) 1,64E+05 (*) 1,54E+05 9,99E+04 (*) 5,14E+09 1,13 Centrale di Latina (LT) Scarichi liquidi Nuclide Co60 Cs134 Cs137 Sr90 Pu239 H 3 % F.d.S. Attività (Bq) 6,31E+06 4,00E+07 6,04E+07 4,42E+05 1,37E+08 0,066 Scarichi aeriformi Nuclide Co60equiv. % F.d.S. Attività (Bq) 6,69E+06 0,670 Centrale del Garigliano (CE) Scarichi liquidi Nuclide Co60 Cs134 Cs137 Sr90 H 3 % F.d.S. Attività (Bq) 2,01E+07 1,11E+06 4,49E+08 6,11E+06 2,23E+06 1,81E+08 1,22 Scarichi aeriformi Nuclide Co60 Cs134 Cs137 Sr90 H 3 % F.d.S Attività (Bq) 5,57E+03 3,66E+03 9,26E+04 19,3 1,16E+09 0,448 Centro EURATOM di Ispra (VA) Scarichi liquidi Nuclide altri α emettitori altri β γ emettitori Co60 Cs137 Sr90 Ra228 Ra226 HTO altri % F.d.S. Attività (Bq) 3,00E+04 7,35E+06 1,53E+06 1,52E+09 0,06 863

11 Scarichi aeriformi Nuclide α totale β totale Co60 Cs137 Sr90 Ra228 Ra226 HTO altri % F.d.S. Attività (Bq) 3,39E+11 0,46 Centro Casaccia dell'enea (RM) Scarichi liquidi (ultimo scarico effettuato nel maggio 2003) Nuclide α totale β/γ totale I131 Cs137 Sr90 Pu % F.d.S. Attività (Bq) * Scarichi aeriformi Nuclide Ar41 Kr88 I131 Pu β/γ % F.d.S. Attività (Bq) <5.15E+09 <7.50E+05 <1.00E+06 1,76E+04 2,16E+05 ** Impianto ENEA ITREC della Trisaia Rotondella (MT) Scarichi liquidi Nuclide α totale β/γ totale H 3 % F.d.S. Attività (Bq) 8,14E+06 8,53E+08 9,50E+08 1,81 Scarichi aeriformi Attività scaricata pulviscolo (Bq) % F.d.S. Attività scaricata gas (Bq) % F.d.S. 7,4E-02 6,50E+12 4,39 4,05 Reattore TRIGA LENA dell'università di Pavia (PV) Scarichi liquidi Nuclidi Co60 Cs137 Zn65 % F.d.S. Attività (Bq) * * * * Scarichi aeriformi Nuclidi Ar41 % F.d.S. Attività (Bq) 4,48E+10 (+) Deposito Avogadro della FIAT-AVIO, Saluggia (VC) Scarichi liquidi Nuclidi Co60 Cs134 Cs137 Sr90 H 3 α totale altri β γ % F.d. S. Attività (Bq) 3,3E+05 2,1E+04 9,5E+07 3,6E+05 4,6E+06 2,7E+04 7,4E+06 0,26 Scarichi aeriformi Nuclidi Kr85 Co60 Cs134 Cs137 Sr90 α totale % F.d.S. Attività (Bq) < 12.51E+09 < < 5808 < a) 0.14 b)

12 c) 1.87 Impianto della Fabbricazioni Nucleari Bosco Marengo (AL) Scarichi liquidi Nuclide Uranio %F.d.S. Quantità (kg) 4,5E-01 7,56 Scarichi aeriformi Nuclide Uranio %F.d.S. Attività (Bq) 3,9E+04 0,55 Impianto EUREX C.R. ENEA, Saluggia (VC) Scarichi liquidi Nuclide Cs137 H3 Sr90 b totale α totale Co60 Am241 Pu239 %F.d.S. Attività (Bq) 2,4E+07 9,3E+06 3,7E+07 8,0E+05 8,5E+06 2,5E-01 Scarichi aeriformi Nuclide Cs134 Cs137 I129 Sr90 H3 Pu β/γ totale α totale Kr85 % F.d.S Attività (Bq) < 17.4E+03 < 20.3E+03 3,29E+03 <0.52E E+1 < 4.3E+04 5E+3 0 a) 0,0 b) <0,04 c) <0,027 Fonte: Esercenti Impianti Nucleari LEGENDA: a) formula di scarico per i gas nobili; b) formula discarico per i particolati b/g; c) formula discarico per i particolati a; * valori inferiori alla minima attività rilevabile; ** per il Centro Casaccia non è stata definita una formula di scarico; + per il reattore TRIGA LENA non è stata definita una formula di scarico per gli effluenti aeriformi N.A. misura non applicabile N.S. non scaricato HTO acqua triziata 865

13 QUANTITÀ DI RIFIUTI RADIOATTIVI DETENUTI DESCRIZIONE L'indicatore documenta la distribuzione dei siti dove sono detenuti rifiuti radioattivi con informazioni su tipologia e quantità dei medesimi. Si tratta di un indicatore di pressione. QUALITÀ dell'informazione Rilevanza Accuratezza Comparabilità nel tempo Comparabilità nello spazio L'indicatore risponde alla domanda di informazione; alcune riserve vanno poste sull'accuratezza dei dati relativi ad alcuni siti; nessuna riserva sulla comparabilità nel tempo e nello spazio. OBIETTIVI FISSATI dalla NORMATIVA L'attività di allontanamento/raccolta/deposito di rifiuti radioattivi è disciplinata dal D.Lgs. 230/95 e successive modifiche e integrazioni, specificatamente al Capo VI. STATO e TREND Lo stato dell'indicatore è sufficientemente descritto, anche se esistono alcune tipologie di rifiuti radioattivi per i quali gli esercenti non posseggono informazioni complete, in particolare in termini di contenuto radiologico. Il trend attuale dell'indicatore è da considerarsi sostanzialmente stazionario, in quanto, in termini quantitativi, non sussiste una produzione di rifiuti radioattivi, fatta eccezione per i rifiuti ospedalieri. Si prevede, nei prossimi anni, una consistente crescita della quantità dei rifiuti radioattivi con l'avvio delle attività di smantellamento delle installazioni nucleari italiane. COMMENTI a TABELLE e FIGURE I dati riportati in Tabella 11.2 costituiscono una fotografia dei quantitativi di rifiuti radioattivi (volume e attività) delle sorgenti dismesse (attività) e del combustibile irraggiato (attività) detenuti nei siti nucleari e ripartiti nelle diverse regioni. 866

14 Tabella 11.2: Inventario dei rifiuti radioattivi, delle sorgenti dismesse e del combustibile irraggiato per regione di ubicazione (2010) Rifiuti radioattivi Sorgenti dismesse Combustibile irraggiato TOTALE Regione Attività Volume Attività Attività Attività % GBq m 3 GBq TBq TBq Piemonte ,42 Lombardia ,45 Emilia-Romagna ,00 Lazio ,33 Campania ,15 Toscana ,17 Basilicata ,47 Puglia ,2 9,0E-05 Sicilia 1,2 29,8 0,001 4,0E-07 TOTALE Fonte: Elaborazione ISPRA su dati degli Esercenti Impianti Nucleari 867

15 TRASPORTI MATERIE RADIOATTIVE DESCRIZIONE Il rischio derivante dall esposizione alle radiazioni ionizzanti associato al trasporto delle materie radioattive si manifesta anche in condizioni normali di trasporto e cioè in assenza di eventi incidentali. L Indice di Trasporto (IT) esprime la misura del livello delle radiazioni alla distanza di un metro dall'imballaggio contenente la materia radioattiva. Esso svolge numerose funzioni che includono la base numerica per stabilire la giusta distanza di segregazione al fine di limitare l esposizione alle radiazioni dei lavoratori addetti e, più in generale, della popolazione nel corso del trasporto e nell immagazzinamento in transito delle materie radioattive. QUALITÀ dell'informazione Rilevanza Accuratezza Comparabilità nel tempo Comparabilità nello spazio L indicatore consente di ricavare una valida e significativa informazione sul rischio derivante dal trasporto di materie radioattive. Presenta, inoltre, una sufficiente accuratezza e, in virtù della sistematicità nella raccolta dei dati effettuata fin dal 1987, garantisce la comparabilità nel tempo e nello spazio. OBIETTIVI FISSATI dalla NORMATIVA Il D.Lgs. 27 gennaio 2010, n. 35 Attuazione della direttiva 2008/68/CE, relativa al trasporto interno di merci pericolose. (10G0049) fissa per l Indice di Trasporto un valore massimo che, per un collo nelle condizioni di trasporto non esclusivo, è pari a 10. Tale valore corrisponde a un rateo di dose di 0,1 msv/h a un metro di distanza dal collo. La protezione e la sicurezza devono essere ottimizzate in modo tale che il livello delle dosi individuali, il numero delle persone esposte e la probabilità di incorrere nell esposizione siano mantenute basse per quanto ragionevolmente ottenibile. STATO e TREND Lo stato dell'indicatore è attualmente stabile, dopo l'introduzione del sistema di acquisizione telematico dei dati avvenuta a partire dal Il trend è strettamente legato al numero dei colli trasportati ogni anno, alla loro tipologia e al tipo di radioisotopo trasportato. Negli ultimi anni si evince una diminuzione del numero dei colli trasportati, in particolare nel campo della medicina nucleare (Figura 11.3). COMMENTI a TABELLE e FIGURE Per una migliore comprensione degli elaborati è necessario premettere che il trasporto delle materie radioattive avviene con diversi tipi di imballaggi, che sono classificati dalla normativa in base alle loro caratteristiche di resistenza e alla quantità di radioattività presente al loro interno. In particolare, le tipologie di colli maggiormente trasportate sono quelle identificate come colli esenti e colli di tipo A. I colli esenti sono utilizzati per il trasporto di piccole quantità di radioattività e presentano caratteristiche di resistenza limitate. I colli di tipo A sono utilizzati per il trasporto di quantità di radioattività più elevate e devono soddisfare requisiti di resistenza a fronte di prove di qualificazione atte a simulare piccoli incidenti che possano verificarsi durante il loro trasporto. Nella lettura dei dati, inoltre, è necessario tener conto che il trasporto stradale di un determinato collo può comportare una o più tratte stradali per quelle province dove sono localizzati 868

16 centri di smistamento dedicati. In taluni casi, come nel trasporto delle sorgenti radioattive impiegate nei controlli non distruttivi, lo stesso collo percorre una tratta stradale dal luogo dove è abitualmente in deposito fino al cantiere/fabbrica, e una tratta stradale per il ritorno. L'interesse per il numero di tratte percorse, anziché per i distinti colli, è dovuta al fatto che ogni scarico e carico dall'automezzo di un collo comporta un rischio dovuto all'irraggiamento che è in relazione al suo Indice di Trasporto (IT). Alle province con i più alti numeri di colli/tratte corrispondono significativi valori totali dell'indice di Trasporto; inoltre, la maggior parte dei trasporti (con poche eccezioni) è dovuta all'impiego in medicina nucleare delle materie radioattive, e una piccolissima percentuale al ciclo del combustibile nucleare, dovuto alla disattivazione delle centrali elettronucleari (Tabella 11.3). Gli intervalli sull'indice di Trasporto totale (Figura 11.1) evidenziano in modo univoco le province che ospitano importanti e numerosi centri ospedalieri e diagnostici (Roma, Milano, Torino, Napoli ecc.), oltre i centri di smistamento dovuti anche al trasporto aereo. Maggiormente trasportati sono i colli di tipo A ed esenti (Figura 11.2), impiegati entrambi in modo quasi esclusivo nel trasporto di radiofarmaci e radiodiagnostici. Dalla Tabella 11.4, relativa al trasporto stradale dei materiali radioattivi sull'intero territorio italiano, si evince chiaramente una tendenza alla diminuzione del numero di colli/tratte e dell'indice di Trasporto totale. L'Indice di Trasporto totale elaborato sull'intero territorio italiano è prevalentemente dovuto al trasporto di materie impiegate in medicina e diagnostica nucleare, infatti nella serie storica dei dati si conferma un contributo prossimo al 90% (Figura 11.4). 869

17 Tabella 11.3: Colli trasportati nelle province e indice di trasporto (IT) (2010) Regione Provincia Colli/tratte Colli/tratte per medicina nucleare IT medio IT totale Piemonte n. % msv/h*100 Alessandria ,10 537,6 Asti ,44 26 Cuneo ,34 441,7 Novara ,33 413,8 Torino , ,7 Verbania , Vercelli ,02 133,2 Valle d Aosta Aosta ,56 175,4 Lombardia Bergamo , ,9 Trentino-Alto Adige Veneto Friuli-Venezia Giulia Liguria Emilia-Romagna Brescia , Como ,35 147,2 Cremona ,84 935,2 Lecco ,72 397,4 Lodi ,18 4,4 Mantova ,43 358,2 Milano , ,1 Monza , ,2 Pavia ,58 979,8 Sondrio ,56 123,9 Varese , ,9 Bolzano ,61 567,4 Trento ,56 258,6 Belluno ,66 295,4 Padova , ,7 Rovigo ,39 354,3 Treviso , ,4 Venezia , ,5 Verona ,36 561,1 Vicenza ,53 455,5 Gorizia ,47 192,2 Pordenone , Trieste , Udine ,39 474,9 Genova , ,2 Imperia ,00 0 La Spezia ,42 377,4 Savona ,59 922,6 Bologna ,35 911,5 Ferrara ,37 662,1 870

18 Regione Provincia Colli/tratte Colli/tratte per medicina nucleare IT medio IT totale Toscana Umbria Marche Lazio Abruzzo Molise Campania Puglia n. % msv/h*100 Forli , ,2 Modena ,32 382,5 Parma ,45 381,1 Piacenza ,55 470,9 Ravenna , ,3 Reggio Emilia , Rimini ,02 0,3 Arezzo ,35 249,7 Firenze , ,2 Grosseto ,35 106,6 Livorno , Lucca ,40 124,3 Massa Carrara ,41 185,4 Pisa , ,1 Pistoia ,43 177,5 Prato ,40 295,6 Siena ,17 116,7 Perugia ,30 360,9 Terni ,39 405,6 Ancona ,33 455,2 Ascoli Piceno ,29 132,4 Macerata , ,5 Pesaro ,48 438,1 Frosinone ,45 319,7 Latina ,39 382,5 Rieti ,09 0,7 Roma , ,96 Viterbo ,43 190,6 Chieti ,32 148,4 L'Aquila ,48 139,6 Pescara ,27 333,1 Teramo ,27 108,1 Campobasso ,56 305,3 Isernia , ,1 Avellino ,49 303,8 Benevento ,30 61,3 Caserta ,69 924,9 Napoli , ,9 Salerno , ,1 Bari ,38 732,4 871

19 Regione Provincia Colli/tratte Colli/tratte per medicina nucleare IT medio IT totale Basilicata Calabria Sicilia Sardegna Fonte: ISPRA n. % msv/h*100 Barletta ,63 197,3 Brindisi ,36 375,1 Foggia ,52 970,5 Lecce ,27 485,7 Taranto ,49 591,6 Matera ,38 102,5 Potenza , ,4 Catanzaro , ,5 Cosenza ,32 289,5 Crotone , Reggio Calabria ,12 141,1 Vibo Valentia ,55 115,5 Agrigento ,48 159,6 Caltanissetta ,37 88 Catania , ,7 Enna ,14 7,6 Messina , ,2 Palermo , ,14 Ragusa ,65 153,1 Siracusa ,48 709,7 Trapani ,64 91,6 Cagliari , Nuoro ,19 7 Olbia Tempio ,01 1,6 Oristano ,34 15,3 Sanluri Medio Campidano 0 0 0,00 0 Sassari ,21 206,8 Tortoli Ogliastra 0 0 0,

20 Tabella 11.4: Numero di colli/tratte per settore e Indice di Trasporto (IT) Settore Colli/tratte IT IT IT IT IT Colli/tratte Colli/tratte Colli/tratte Colli/tratte Tot. Medio Tot. Medio Tot. Medio Tot. Medio Tot. Medio n. msv/h*100 n. msv/h*100 n. msv/h*100 n. n. Medicina nucleare & ricerca , , , , ,47 Rifiuti , , , , ,01 Industria , , , , ,65 Altro , , , , ,06 Ciclo del combustibile , , , , ,38 TOTALE Fonte: ISPRA 873

21 Fonte: ISPRA Figura 11.1: Carta tematica della somma degli indici di trasporto per provincia (2010) 874

22 Fonte: ISPRA Figura 11.2: Distribuzione dei colli trasportati in Italia in base alla tipologia (2010) Fonte: ISPRA Figura 11.3: Andamento dell'indice di Trasporto 875

23 Fonte: ISPRA Figura 11.4: Indice di Trasporto di materiale radioattivo 876

24 11.2 Radioattività ambientale Le sorgenti di radiazioni ionizzanti possono essere suddivise in due principali categorie: sorgenti naturali e artificiali. In assenza di specifici eventi (esplosioni nucleari o incidenti) la maggior parte dell esposizione della popolazione a radiazioni ionizzanti è di origine naturale, le cui componenti principali sono dovute ai prodotti di decadimento del radon, ai raggi cosmici e alla radiazione terrestre. Il radon è un gas naturale radioattivo prodotto dal radio presente ovunque nei suoli e in alcuni materiali impiegati in edilizia e rappresenta in assoluto la principale fonte di esposizione a radiazioni ionizzanti per la popolazione. In aria aperta si disperde rapidamente non raggiungendo quasi mai concentrazioni elevate, mentre nei luoghi chiusi (case, scuole, ambienti di lavoro, ecc.) tende ad accumularsi fino a raggiungere, in particolari casi, concentrazioni ritenute inaccettabili in quanto causa di un rischio eccessivo per la salute. In questa sezione si è cercato di esporre informazioni sulla sorveglianza, la documentazione e le stime riguardanti la presenza di radioattività nell ambiente, l impatto che tale presenza può avere sulla popolazione e le strategie per affrontare situazioni potenzialmente rischiose. Riguardo agli indicatori selezionati si nota che non sono previsti ulteriori indicatori di pressione oltre quelli inseriti nella precedente sezione Attività nucleari e che è presente un solo indicatore di risposta; ciò è dovuto al fatto che alcune cause primarie quali l esposizione a raggi cosmici, alle radiazioni terrestri e alle ricadute al suolo delle esplosioni nucleari negli anni 60 o dell incidente di Chernobyl sono, ad eccezione del radon, difficilmente controllabili in termini di risposta. Nel quadro Q11.2 sono riportati la finalità, la classificazione nel modello DPSIR e i principali riferimenti normativi. Q11.2: Quadro delle caratteristiche indicatori Radioattività ambientale Nome Indicatore Finalità DPSIR Riferimenti Normativi Attività lavorative con uso di materiali contenenti radionuclidi naturali (NORM) a Concentrazione di attività di radon indoor Dose gamma assorbita in aria per esposizioni a radiazioni cosmica e terrestre Concentrazione di attività di radionuclidi artificiali in matrici ambientali e alimentari (particolato atmosferico, deposizioni umide e secche, latte) Censire le fonti di pressione ambientale relative ai NORM (Naturally Occurring Radioactive Materials ) Monitorare una delle principali fonti di esposizione alla radioattività per la popolazione (in assenza di eventi incidentali), in un'ottica di prevenire il rischio di tumori polmonari e di fornire utili strumenti di programmazione territoriale e di intervento Documentare entità e distribuzione della dose efficace per esposizione a radiazione gamma di origine cosmica e terrestre, al fine di valutarne l'impatto sulla popolazione italiana. Documentare eventi o situazioni incidentali che possano comportare un aumento dell'esposizione della popolazione a radiazioni Riportare la concentrazione media mensile di attività di Cs-137 nel particolato atmosferico e nella deposizione al suolo finalizzata al controllo e alla valutazione della radiocontaminazione ambientale. Fornire la concentrazione media annuale di attività di Cs-137 nel D S S S D.Lgs. 230/95 e s.m.i. Raccomandazione Europea 1990/143/Euratom D.Lgs. 230/95 e s.m.i. D.Lgs. 230/95 e s.m.i. D.Lgs. 230/95 e s.m.i. Raccomandazione Europea 2000/473/Euratom; Regolamento CEE 737/90 e successive proroghe 877

25 Dose efficace media da radioattività ambientale a Stato di attuazione delle reti di sorveglianza sulla radioattività ambientale a latte al fine di evidenziare una possibile contaminazione rilevante sia per l aspetto dietetico-sanitario in relazione all'importanza di tale alimento quale componente della dieta, che per quello ambientale in seguito al trasferimento della contaminazione dai foraggi al latte attraverso la catena alimentare Stimare i contributi delle fonti di esposizione alla radioattività (di origine naturale e antropica) della popolazione Fornire un quadro sintetico sull'operatività delle reti locali/regionali e valutare lo stato di attuazione della sorveglianza sulla radioattività ambientale in Italia, relativamente alle reti esistenti, in conformità con programmi di assicurazione di qualità nazionali e internazionali I R D.Lgs. 230/95 e s.m.i D.Lgs. 230/95 e s.m.i. Circolare 2/87 Ministero della Sanità L indicatore non è stato aggiornato rispetto all Annuario 2010, o perché i dati sono forniti con periodicità superiore all anno, e/o per la non disponibilità degli stessi in tempi utili. Pertanto, nella presente edizione, non è stata riportata la relativa scheda indicatore. Bibliografia UNSCEAR 2000 United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation, Sources and effects of ionizing radiation. Vol. I: Sources, New York: United Nations; E.00.IX.3, Decreto Legislativo 230/1995 e s.m.i. Allegato IX del Decreto Legislativo 230/1995 ANPA, Rapporto annuale delle Reti Nazionali di Sorveglianza della Radioattività Ambientale in Italia, 1991, 1992, 1993, , 1998 APAT, Rapporto annuale delle Reti Nazionali di Sorveglianza della Radioattività Ambientale in Italia, 2002 ISPRA (APAT), Annuario dei dati ambientali, anni vari ISS-ANPA, Indagine nazionale sulla radioattività naturale nelle abitazioni - Rapporto finale F. Bochicchio, G. Campos Venuti, S. Piermattei, G. Torri, C. Nuccetelli, S. Risica, L.Tommasino, Results of the National Survey on Radon Indoors in the all the 21 Italian Regions, Proceedings of Radon in the Living Environment Workshop, Atene, Aprile 1999 A. Cardinale, L. Frittelli, G. Lembo, G. Gera, O. Ilari, Studies on the Natural Background in Italy, Health Phys. 20, 285, 1971 A. Cardinale, G. Cortellessa, F. Gera, O. Ilari, G. Lembo, Absorbed Dose Distribution in the Italian Population Due to the Natural Background Radiation, Proceedings of the Second International Symposium on the Natural Radiation Environment, J.A.S. Adams, W.M. Lowder and T.F. Gesell eds. Pag. 421, 1972 OECD-ENEA, 1987, The radiological impact of the Chernobyl accident in OECD countries, Parigi 2 Rapporto Nazionale per la Convenzione congiunta sulla sicurezza della gestione dei rifiuti radioattivi e sulla sicurezza della gestione del combustibile irraggiato 878

26 asp, La_mappatura_del_radon_in_Piemont e/libroradonweb.pdf Scivyer C., Radon Guidance on protective measures for new buildings, IHS BRE Press 2007 World Health Organization, Handbook on indoor radon. A public health perspective, edited by Hajo Zeeb and Ferid Shannoun, 2009 ISPRA, L analisi di conformità con i valori di legge: il ruolo dell'incertezza associata a risultati di misura, Linea guida 52/

27 CONCENTRAZIONE DI ATTIVITÀ DI RADON INDOOR DESCRIZIONE L'indicatore, qualificabile come indicatore di stato, fornisce la stima della concentrazione media di Rn-222 in aria negli ambienti confinati (abitazioni, luoghi di lavoro). Esso rappresenta il parametro di base per la valutazione del rischio/impatto sulla popolazione, in quanto il Rn-222 è causa dell aumento del rischio di tumori al polmone. È riportata anche un indicazione sulle indagini svolte a livello territoriale, da parte delle Agenzie regionali e delle province autonome per la protezione dell ambiente, per l individuazione di aree a maggiore probabilità di alte concentrazioni di attività radon. QUALITÀ dell'informazione Rilevanza Accuratezza Comparabilità nel tempo Comparabilità nello spazio L'indicatore soddisfa la domanda di informazione sulla problematica radon indoor, ha caratteristiche di accuratezza, manifesta comparabilità dei risultati nel tempo e nello spazio. OBIETTIVI FISSATI dalla NORMATIVA Relativamente agli ambienti di lavoro: il D.Lgs. 230/95 e s.m.i. fissa a 500 Bq/m 3 di concentrazione di attività di radon media in un anno, un primo livello di azione per alcuni ambienti di lavoro, quali ad esempio tunnel, sottovie, catacombe, grotte e comunque tutti i luoghi di lavoro sotterranei. Un secondo livello di azione è fissato in termini di dose efficace ed è pari a 3 msv. Il superamento di entrambi i livelli richiede l'adozione di azioni di rimedio che riducano tali grandezze al di sotto del valore fissato dalla normativa. Inoltre il decreto prevede che le regioni e le province autonome individuino le zone o luoghi di lavoro con caratteristiche determinate a elevata probabilità di alte concentrazioni di attività di radon, secondo le modalità individuate da un apposita commissione (non ancora costituita). Relativamente agli ambienti residenziali (abitazioni) non esiste attualmente una normativa. In passato la Raccomandazione europea 90/143/Euratom del 21/02/90 aveva stabilito un livello di riferimento di 400 Bq/m 3 per gli edifici esistenti e, come parametro di progetto, un livello di 200 Bq/m 3 per gli edifici residenziali da costruire, superati i quali era raccomandata l'adozione di provvedimenti correttivi. Nel 2009 l Organizzazione Mondiale della Sanità ha proposto che le Autorità nazionali adottino un valore di riferimento di 100 Bq/m 3. Tuttavia, se le particolari condizioni di un singolo paese non consentono l adozione di tale valore, non dovrà superare comunque i 300 Bq/m 3. La proposta di Direttiva Euratom Basic Safety Standards, ancora in fase di emanazione (settembre 2011), stabilisce che ogni Stato membro dovrà fissare livelli di riferimento nazionali per le concentrazioni medie annuali di radon indoor e che tali livelli non dovranno eccedere: per gli ambienti di lavoro, Bq/m 3 ; per gli ambienti residenziali ed edifici con pubblico accesso, 200 Bq/m 3 in caso di nuove abitazioni e nuovi edifici, 300 Bq/m 3 in caso di abitazioni ed edifici esistenti. In quest ultimo caso, il livello potrà essere portato fino a un massimo di Bq/m 3, se i tempi di occupazione sono coerentemente più bassi. STATO e TREND L'indicatore rappresenta la situazione media nazionale e delle regioni. La concentrazione di radon indoor è molto variabile e, a livello di singola abitazione, può arrivare fino a decine di volte il 880

28 valore medio riportato. Sono possibili azioni di risanamento e di prevenzione in grado di ridurre, se adottate in modo sistematico sul territorio, l'impatto sulla popolazione e sui lavoratori. Le regioni che hanno in corso iniziative volte all individuazione delle zone a maggiore probabilità di alte concentrazioni di attività di radon continuano ad ampliare la produzione di dati sul territorio, migliorando di conseguenza le informazioni relative all'indicatore. Si registra un leggero incremento delle attività di risanamento, ma non si dispone ancora di una sistematica raccolta e rappresentazione dei relativi dati. COMMENTI a TABELLE e FIGURE In Tabella 11.5 sono riportate le medie regionali della concentrazione di attività di radon indoor e le percentuali di abitazioni che in ogni regione superano due livelli di riferimento indicati dalla Commissione Europea nel 1990 per le abitazioni esistenti e per le nuove abitazioni, rispettivamente pari a 400 Bq/m 3 e 200 Bq/m 3. Tali valori sono oggetto di una revisione nell ambito di una nuova direttiva della Commissione Europea che prevede, nella proposta attualmente in discussione, un valore di riferimento per le abitazioni esistenti ridotto a 300 Bq/m 3. La media di 70 ± 1 Bq/m 3 risulta superiore alla media dei dati disponibili a livello mondiale, pari a circa 40 Bq/m 3 e alla media di 29 paesi europei pari a 59 Bq/m 3. Dalla Figura 11.5 si nota una notevole differenza tra le regioni che è da mettere in relazione alla naturale variabilità spaziale del fenomeno, dovuta principalmente alle differenti caratteristiche geologiche. In Italia, risultano censite circa sessanta indagini e attività di monitoraggio di attività di radon indoor per abitazioni e scuole, significative ai fini della caratterizzazione del territorio. Da queste attività, generalmente effettuate dalle ARPA/APPA, si conferma la notevole variabilità spaziale della concentrazione di attività di radon e, di conseguenza, della percentuale di edifici che superano determinati valori di concentrazione. 881

29 Tabella 11.5: Quadro riepilogativo dei risultati dell'indagine nazionale sul radon nelle abitazioni, per regione e provincia autonoma ( ) Regione/Provincia autonoma Rn-222 Media aritmetica ± STD ERR Abitazioni >200 Bq/m 3 Abitazioni >400 Bq/m 3 Bq/m 3 % % Piemonte 69 ± 3 2,1 0,7 Valle d'aosta 44 ± Lombardia 111 ± 3 8,4 2,2 Bolzano-Bozen a 70 ± 8 5,7 0 Trento a 49 ± 4 1,3 0 Veneto 58 ± 2 1,9 0,3 Friuli-Venezia Giulia 99 ± 8 9,6 4,8 Liguria 38 ± 2 0,5 0 Emilia-Romagna 44 ± 1 0,8 0 Toscana 48 ± 2 1,2 0 Umbria 58 ± 5 1,4 0 Marche 29 ± 2 0,4 0 Lazio 119 ± 6 12,2 3,4 Abruzzo 60 ± 6 4,9 0 Molise 43 ± Campania 95 ± 3 6,2 0,3 Puglia 52 ± 2 1,6 0 Basilicata 30 ± Calabria 25 ± 2 0,6 0 Sicilia 35 ± Sardegna 64 ± 4 2,4 0 MEDIA (pesata per la popolazione regionale) 70 ± 1 4,1 0,9 Fonte: Bochicchio F., Campos Venuti G., Piermattei S., Torri G., Nuccetelli C., Risica S., Tommasino L., "Results of the National Survey on Radon Indoors in the all the 21 Italian Regions" Proceedings of Radon in the Living Environment Workshop, Atene, Aprile 1999 LEGENDA: a Il Trentino-Alto Adige è costituito dalle province autonome di Bolzano e di Trento amministrativamente indipendenti 882

30 Fonte: Bochicchio F., Campos Venuti G., Piermattei S., Torri G., Nuccetelli C., Risica S., Tommasino L., Results of the National Survey on Radon Indoors in the all the 21 Italian Regions, Proceedings of Radon in the Living Environment Workshop, Atene, Aprile 1999 Figura 11.5: Carta tematica delle concentrazioni di attività di Rn-222 nelle abitazioni, per regione e provincia autonoma (la scelta degli intervalli ha valore esemplificativo) ( ) Fonte: ISPRA Figura 11.6: Regioni in cui sono state avviate indagini volte all'individuazione delle aree a maggiore probabilità di alte concentrazioni di (evidenziate in verde) 883

31 DOSE GAMMA ASSORBITA IN ARIA PER ESPOSIZIONI A RADIAZIONI COSMICA E TERRESTRE DESCRIZIONE L'indicatore, qualificabile come indicatore di stato, è ricavato dalla misura delle radiazioni gamma in aria. La dose gamma assorbita in aria è dovuta a due contributi principali: la radiazione cosmica e quella terrestre. La componente terrestre varia in funzione del luogo in cui avviene l'esposizione: all'esterno (outdoor) o all'interno (indoor) degli edifici. In quest'ultimo caso vi è una componente aggiuntiva dovuta alla radioattività naturale contenuta nei materiali da costruzione. QUALITÀ dell'informazione Rilevanza Accuratezza Comparabilità nel tempo Comparabilità nello spazio L'indicatore risponde bene alla domanda di informazione. La rete GAMMA è una rete di allarme non predisposta per la valutazione della dose alla popolazione, bensì per segnalare eventuali anomalie dovute a rilasci in atmosfera. Tuttavia i dati della rete sono confrontabili con i dati dell'indagine svolta nel OBIETTIVI FISSATI dalla NORMATIVA Il monitoraggio dell'intensità di dose gamma in aria è condotto nell'ambito delle attività previste dal D.Lgs. 230/95 e s.m.i., sia per scopi di controllo della radioattività ambientale (art. 104), sia a supporto della gestione delle emergenze radiologiche (art. 123). STATO e TREND Lo stato e il trend attribuiti all'indicatore evidenziano una situazione stazionaria, in accordo con la natura stessa dell'indicatore. L'eventuale variazione del valore della dose gamma assorbita in aria, infatti, potrebbe essere conseguenza, essenzialmente, di eventi incidentali. La natura e portata di tali eventi, inoltre, escluderebbe il coinvolgimento degli impianti nucleari italiani e le attività di smantellamento a essi associate. COMMENTI a TABELLE e FIGURE Nella Tabella 11.6 sono riportate le stime dei contributi medi delle diverse componenti della dose gamma assorbita in aria. I dati dei contributi di origine cosmica e terrestre outdoor sono stati elaborati dai risultati di un indagine effettuata tra gli anni su un reticolo di oltre punti di misura. I dati della dose gamma di origine terrestre indoor derivano dall'elaborazione APAT dei dati prodotti dai CRR, relativi all'indagine nazionale sulla radioattività naturale nelle abitazioni, su campioni rappresentativi a livello regionale. La media della componente di origine terrestre indoor, pesata per la popolazione, è stata ottenuta attribuendo alla regione, per la quale i dati non sono disponibili, un valore ottenuto dividendo la componente terrestre outdoor della regione stessa per il rapporto medio tra componente outdoor e indoor di tutte le regioni di cui si dispongono dati. I dati in Tabella 11.6 evidenziano la sostanziale uniformità del contributo della radiazione cosmica, mentre il contributo della radiazione terrestre è fortemente dipendente dalla geologia del sito. La dose gamma totale annuale dipende dai tempi di permanenza indoor e outdoor, che sono rispettivamente il 79% e il 21%. Nella Figura 11.7 è illustrata la rete GAMMA 884

32 dell ISPRA, costituita da 58 centraline di monitoraggio automatico, distribuite sul territorio nazionale, che forniscono in tempo reale una misura del rateo di dose gamma assorbita in aria. Nella Tabella 11.7 sono fornite le medie annuali del rateo di dose gamma assorbita in aria ( ), aggregate per macroregioni. Tali valori sono stati ottenuti dalle medie annuali delle misure giornaliere delle singole stazioni. I valori delle deviazioni standard (S.D.), espresse in percentuale, si riferiscono alla distribuzione spaziale dei dati delle rispettive macroregioni. Per quanto riguarda, invece, le variazioni temporali dell'intensità di dose gamma, le deviazioni standard delle medie giornaliere di ciascuna stazione di monitoraggio risultano, su base annua, dell'ordine del 3% per il Centro e il Sud, dell ordine del 5% per il Nord Italia. Nella Tabella 11.7 sono evidenziati, inoltre, i valori massimi e minimi per ciascuna macroregione. Il valore medio pesato per la popolazione delle tre macroregioni è pari a 103 ngy/h, dato da confrontare con 112 ngy/h ottenuto sommando i contributi cosmico e terrestre outdoor dalla Tabella

33 Tabella 11.6: Dose gamma assorbita in aria per esposizione a radiazione cosmica e terrestre Regione Origine cosmica Origine terrestre outdoor ngy/h indoor Piemonte Valle d Aosta* Lombardia Trentino-Alto Adige Veneto Friuli-Venezia Giulia Liguria Emilia-Romagna Toscana Umbria Marche Lazio Abruzzo Molise Campania Puglia Basilicata Calabria Sicilia Sardegna MEDIA (pesata per la popolazione) a Fonte: Elaborazione ISPRA su dati A. Cardinale, et al., Absorbed Dose Distribution in the Italian Population Due to the Natural Background Radiation, Proceedings of the Second International Symposium on the Natural Radiation Environment, J.A.S. Adams, W.M. Lowd, 1972 Esposizione gamma indoor: Elaborazione ISPRA su dati relative all indagine nazionale sulla radioattività natural nelle abitazioni Rapporto finale presentato nell ambito del seminario tenuto presso la Terza Università di Roma, Roma LEGENDA: * ARPA Valle d Aosta, 2009, Quinta Relazione sullo stato dell ambiente in Valle d Aosta a La media pesata per la componente di origine terrestre indoor è stata ottenuta attribuendo alle regioni per le quali i dati non sono disponibili, un valore ottenuto dividendo la componente terrestre outdoor della regione per il rapporto medio tra componente outdoor e indoor di tutte le regioni con i dati 886

34 Tabella 11.7: Intensità di dose assorbita in aria outdoor (cosmica e terrestre) da rete GAMMA Anno Nord Centro Sud Media S.D. Min. Max Media S.D. Min. Max Media S.D. Min. Max ngy/h % ngy/h ngy/h ngy/h % ngy/h ngy/h ngy/h % ngy/h ngy/h , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , , Fonte: ISPRA (Banca dati rete GAMMA) LEGENDA: S.D.: I valori si riferiscono alla variazione spaziale. Le variazioni temporali delle medie giornaliere sono circa il 3% per il Centro e il Sud e il 5% per il Nord Fonte: ISPRA (Banca dati rete GAMMA) Figura 11.7: Stazioni di misura della rete GAMMA dell'ispra (2010) 887